Guía de evaluación de gestión de envejecimiento y de operación a largo plazo de las centrales nucleares Primera Edición (Mayo de 2011)

Transcripción

1 Primera Edición (Mayo de 2011)

2 El presente trabajo fue realizado bajo el auspicio y financiación del Foro Iberoamericano de Organismos Reguladores Radiológicos y Nucleares, FORO. Primera Edición (Mayo de 2011)

3 FORO IBEROAMERICANO DE ORGANISMOS REGULADORES RADIOLÓGICOS Y NUCLEARES PROYECTO PREEV PRÁCTICAS REGULADORAS EN ENVEJECIMIENTO Y EXTENSIÓN DE VIDA DT 2 GUÍA DE EVALUACIÓN DE GESTIÓN DE ENVEJECIMIENTO Y DE OPERACIÓN A LARGO PLAZO DE LAS CENTRALES NUCLEARES Primera Edición Mayo de 2011 Primera Edición (Mayo de 2011)

4 Primera Edición (Mayo de 2011)

5 GUÍA DE EVALUACIÓN DE GESTIÓN DE ENVEJECIMIENTO Y DE OPERACIÓN A LARGO PLAZO DE LAS CENTRALES NUCLEARES TABLA DE CONTENIDO 1. INTRODUCCIÓN DEFINICIONES Y SIGLAS OBJETIVOS ALCANCE DE LA GUÍA EVALUACIÓN DE LA GESTIÓN DE ENVEJECIMIENTO Descripción General Aspectos Básicos de un Plan de Gestión de Vida (PGV) Política Plan Procedimientos Aspectos Objeto de Evaluación Aspectos Organizativos y de Gestión Informes Periódicos Alcance y Selección de ESC Evaluación de Aspectos Metodológicos para la Determinación del Alcance y Selección de ESC Alcance Selección Evaluación de los Resultados Ligados a la Aplicación de la Metodología de Alcance y Selección de ESC Revisión de la Gestión del Envejecimiento Fases y Contenidos de un PGV PGV para centrales nucleares CANDU PGV para PWR, BWR y PHWR con vasija Evaluación de Aspectos Metodológicos Relacionados con la Revisión de la Gestión del Envejecimiento Evaluación de Resultados Ligados a la Revisión de la Gestión del Envejecimiento Resultados de la Aplicación de los Programas de Gestión del Envejecimiento (PGE) Seguimiento de Propuestas de Mejora (PM) Seguimiento de Modificaciones de Diseño (MD) y Sustituciones de Equipos Relacionados con la Gestión del Envejecimiento Seguimiento de Revisiones de Documentos Soporte Evaluación del Proceso de Identificación y Resolución de Generic Safety Issues (GSI) aplicables a las centrales nucleares Gestión de la Obsolescencia GESTIÓN DE ENVEJECIMIENTO APLICABLE A LA OPERACIÓN A LARGO PLAZO Primera Edición (Mayo de 2011)

6 6.1. Introducción Plan de Gestión de Vida a Largo Plazo (PGV LP) Plan Integrado de Evaluación y Gestión de Envejecimiento (PIEGE) Aspectos Objeto de Evaluación Revisión de los Análisis de Envejecimiento en Función del Tiempo (AEFT) Resultados del Proceso de Identificación de AEFT Proceso de Resolución de AEFT Proceso de Identificación y Resolución de Exenciones Basadas en AEFT Referencia a los AEFT en el Informe de Seguridad (IS) Aspectos de Evaluación Específicos Relacionados con el Proceso de Renovación de Licencia Evaluación de la Operación a Largo Plazo de Centrales Nucleares de Tipo CANDU Iniciación del Proyecto de Extensión de Vida (PEV) Evaluación del Documento Base de Licenciamiento Evaluación de la Revisión Periódica de Seguridad (RPS) Evaluación de Estudios de Envejecimiento Evaluación de los Análisis de Seguridad Evaluación del Plan de Mejora de la Seguridad (PMS) Evaluación del Impacto Radiológico Ambiental Evaluación de los Trabajos para la Implementación de Mejoras en Sistemas, Equipos y Componentes Evaluaciones Relacionadas con el Proceso de Renovación de Licencia Hitos Puntos de Control Retorno a la Operación Normal LISTA DE ILUSTRACIONES Figura 1. Esquema de Alcance y Selección de ESC importantes para la seguridad o de relevancia económica para ser tratados en un PGV, de una central nuclear CANDU Figura 2. Esquema de alcance y selección de ESC para un PGV de una central PWR, BWR o PHWR con vasija Figura 3. Esquema básico de la Fase I del PGV - CANDU Figura 4. Esquema del informe integral de estado de una central nuclear CANDU Figura 5. Fases de un proceso de gestión de vida en un reactor CANDU LISTA DE TABLAS Tabla A. Resumen de las etapas de un PGV para una central CANDU Tabla B. Aspectos a tener en cuenta en un informe de estado de una ESC Tabla C. Aspectos objeto de evaluación Primera Edición (Mayo de 2011)

7 GUÍA DE EVALUACIÓN DE GESTIÓN DE ENVEJECIMIENTO Y DE OPERACIÓN A LARGO PLAZO DE LAS CENTRALES NUCLEARES 1. INTRODUCCIÓN De acuerdo con la misión del Foro Iberoamericano de Organismos Reguladores Radiológicos y Nucleares (FORO) entre los objetivos básicos de esta asociación destaca tanto promover un alto nivel de seguridad en las prácticas que utilicen materiales radiactivos y nucleares, como fomentar el intercambio de información y experiencia en materia de seguridad nuclear y protección radiológica. Uno de los instrumentos que utiliza el FORO para el cumplimiento de estos objetivos es el desarrollo de proyectos técnicos, mediante la constitución de grupos de trabajo compuestos por expertos de los estados miembros. En este contexto, el Plenario del FORO aprobó en 2008 el inicio del proyecto PREEV, Prácticas Reguladoras en Envejecimiento y Extensión de Vida, cuyo objetivo fundamental es mejorar la acción reguladora en lo concerniente a los programas de gestión de vida y a la operación a largo plazo en las centrales nucleares de los países de la región. El proyecto fue desarrollado por un equipo integrado por expertos de Argentina (ARN), Brasil (CNEN), Chile (CCHEN), Cuba (CNSN), España (CSN) y México (CNSNS), asistidos por un oficial del OIEA, que proporcionó información al respecto desde el punto de vista de ese organismo. Asimismo, el equipo fue apoyado por otros expertos de los distintos países, que participaron en determinadas actividades del proyecto. Las tareas del proyecto PREEV se desarrollaron entre 2009 y 2010, habiéndose plasmado en la elaboración de un paquete documental, compuesto por cuatro guías para reguladores y una memoria técnica del proyecto. El propósito con que fueron concebidas las guías es que puedan ser utilizadas por cada país de la región, íntegramente o de forma parcial, y en la medida en que les fueran aplicables, tanto para el desarrollo de normativa propia como para el ejercicio de sus prácticas reguladoras. En cualquier caso, por su propio carácter de guías, no se pretende que sean documentos vinculantes. Por otra parte, si bien estas guías establecen las bases reguladoras esenciales en lo que respecta a gestión del envejecimiento y operación a largo plazo, se considera que para establecer una regulación completa en la materia es necesario incorporar requisitos de mayor grado de detalle, acordes con los aspectos específicos de cada país. En cuanto al campo de aplicación específico del proyecto PREEV, debe destacarse, en primer lugar, que los organismos reguladores de la mayoría de los países del FORO habían ido requiriendo a los explotadores de las centrales nucleares la implantación de un proceso de gestión del envejecimiento, incluida la gestión en el caso de la extensión de su vida más allá de la vida de diseño, en los documentos sobre límites y condiciones de las licencias de operación. En este contexto, la concepción del proyecto PREEV obedece a la conveniencia de establecer, con carácter general, los criterios a aplicar por los organismos reguladores para requerir la implantación de un sistema de gestión del envejecimiento de las estructuras, sistemas y componentes (ESC), incluyendo el caso de la operación a largo plazo, dotado de unas características que aseguren que dicho sistema cumple los objetivos esperados, desde el punto de vista de la seguridad. Asimismo, se trató de establecer directrices generales para el desarrollo y ejecución de las Primera Edición (Mayo de 2011) Página 1

8 prácticas reguladoras asociadas al licenciamiento, supervisión y control de los programas y actividades asociados. Los documentos producto del proyecto PREEV están basados en los estándares del OIEA y en la normativa de los países más avanzados en tecnología nuclear. Están de acuerdo con los niveles de referencia establecidos por la Asociación de Reguladores Nucleares de Europa Occidental (WENRA). Son consistentes con el marco normativo de cada estado miembro representado en el proyecto. Por otra parte, pretenden reflejar la experiencia obtenida de la práctica reguladora en cada uno de los países integrantes del equipo de proyecto. En este contexto, el objeto del presente documento ( DT2 ) es proporcionar una guía a los reguladores para la evaluación de las actividades de gestión de envejecimiento y de operación a largo plazo de las centrales nucleares. El resto de los documentos producto del proyecto son: DT1: Guía de Criterios Reguladores para la Gestión del Envejecimiento y la Operación a Largo Plazo de Centrales Nucleares DT3: Guía de Inspección de Gestión de Envejecimiento y de Operación a Largo Plazo de las Centrales Nucleares DT4: Guía para la Revisión Periódica de la Seguridad de las Centrales Nucleares aplicada a los aspectos de Gestión del Envejecimiento y Operación a Largo Plazo DT5: Memoria Técnica del Proyecto 2. DEFINICIONES Y SIGLAS Para los efectos de la presente guía, son de aplicación las definiciones siguientes: a) Análisis de envejecimiento en función del tiempo (AEFT): Análisis y cálculos realizados por el titular de la central nuclear y que cumplen las siguientes condiciones: i) están relacionados con las ESC consideradas dentro del alcance de la gestión del envejecimiento ii) iii) iv) tienen en cuenta los efectos del tiempo y de la operación a largo plazo mantienen hipótesis de vida de diseño limitada demuestran la existencia o carencia de capacidad de las ESC para seguir funcionando, de acuerdo con sus funciones definidas, tras haber sobrepasado las hipótesis de vida de diseño limitada v) el cálculo o análisis fue considerado relevante en alguna evaluación de seguridad vi) el cálculo o análisis forma parte de las condiciones de licencia actuales de la central Primera Edición (Mayo de 2011) Página 2

9 b) Componentes activos: Componente cuyo funcionamiento depende de un factor externo, tal como un accionamiento, un movimiento mecánico o el suministro de energía y que responde con un movimiento relativo de partes o un cambio de configuración. c) Componentes de larga vida: Son aquellos componentes y estructuras que no están sujetos a reemplazo basado en una vida calificada o un período de tiempo especificado. d) Componentes pasivos: Componente cuyo funcionamiento no depende de un factor externo, tal como un accionamiento, un movimiento mecánico o el suministro de energía y carece de partes con movimiento o susceptibles de cambiar de configuración. e) Condiciones de licencia: Son el conjunto de requisitos de licenciamiento, requerimientos regulatorios y exenciones, derivados tanto de la normativa vigente en el momento de ser emitida la licencia de operación inicial como de la normativa incorporada con posterioridad. Las condiciones de licencia están recogidas en los documentos oficiales de operación de la central nuclear, en las condiciones asociadas a la aprobación de los mismos y a la licencia de operación, así como en los compromisos del titular de la licencia de operación para asegurar el cumplimiento de las bases de diseño de los sistemas de seguridad (incluyendo las modificaciones realizadas). Las condiciones de licencia deben ser actualizadas cada vez que se produzca alguna modificación del marco normativo que las afecte. f) Degradación por envejecimiento: Es el proceso por el cual las características físicas de las ESC de las centrales nucleares se modifican, llevando a un cambio en su comportamiento, debido a fenómenos tales como exposición a la irradiación, transitorios cíclicos de alta temperatura, presión, o ataques por corrosión, entre otros. g) Efectos del envejecimiento: Son los cambios netos en las características de una ESC, que ocurren con el tiempo o el uso, debidos a los mecanismos de envejecimiento. h) Envejecimiento: Conjunto de procesos (o mecanismos) por los que las características de una ESC se degradan progresivamente con el tiempo o con el uso. Se puede manifestar tanto en envejecimiento físico como en obsolescencia. i) Envejecimiento físico: El ocasionado por procesos físicos, químicos o biológicos (mecanismos de envejecimiento). Ejemplos de mecanismos de envejecimiento son el desgaste, la fragilización térmica o por radiación, la corrosión y el ensuciamiento microbiológico. j) Especificaciones Técnicas: Documento obligatorio que contiene los requisitos bajo los cuales se llevará a cabo la operación de la central nuclear, estableciendo, los límites, condiciones y vigilancias para operarla en una forma segura k) Estructuras, sistemas y componentes (ESC): Término genérico que abarca todos los elementos de una central nuclear: i) Las estructuras son los elementos pasivos que sustentan, dan apoyo o alojan a otros elementos: edificios, obras civiles, blindajes, etc. Primera Edición (Mayo de 2011) Página 3

10 ii) iii) Un sistema comprende varios componentes o estructuras montados de tal manera que desempeñan una función específica. Un componente es una combinación de piezas o partes que forman una unidad funcional simple, distinguible, que cumple una función específica en un sistema. Son ejemplos los cables, transistores, circuitos integrados, motores, relés, solenoides, tuberías, bombas, vasijas, intercambiadores de calor, depósitos y válvulas. l) Estructuras, Sistemas y Componentes Críticas (ESCC): Son todas aquellas estructuras, sistemas y componentes pertenecientes o no a los sistemas de seguridad, cuyo fallo puede afectar a la seguridad de una central nuclear, que además son condicionantes desde el punto de vista económico. m) Estudios de gestión del envejecimiento: Análisis demostrativos de que los efectos del tiempo son considerados adecuadamente, para las ESC consideradas dentro del alcance de la gestión del envejecimiento, de modo que se mantengan las funciones definidas en sus condiciones de licencia, durante su vida útil (o de servicio). n) Función propia: Referida a una ESC, es aquella función que justifica que dicha ESC esté incluida en el alcance del proceso de gestión de gestión del envejecimiento. Los criterios que permiten identificar las ESC con función propia son: i) ESC que deben seguir funcionando, durante y después de cualquier suceso base de diseño que pudiera producirse, para garantizar las funciones siguientes: (1) la integridad de la barrera de presión del refrigerante del reactor, (2) la capacidad de parar el reactor y mantenerlo en una condición de parada segura; o (3) la capacidad de prevenir o mitigar las consecuencias de los accidentes, de modo que las exposiciones radiactivas fuera del emplazamiento se mantengan por debajo de los límites establecidos. ii) iii) ESC cuyo fallo podría impedir el cumplimiento satisfactorio de cualquiera de las funciones identificadas en el punto anterior. ESC, con los que se cuenta en los análisis de seguridad de la central nuclear y que están relacionados con los requisitos para la protección contra-incendios, calificación medioambiental, choque térmico a presión, transitorios sin parada automática del reactor y pérdida total de alimentación eléctrica. o) Gestión del envejecimiento: Medidas técnicas, de operación o de mantenimiento destinadas a controlar dentro de límites aceptables la degradación por envejecimiento de estructuras, sistemas o componentes. Ejemplos de medidas técnicas son el diseño, la calificación y el análisis de fallos. Ejemplos de medidas de operación son la vigilancia, la realización de procedimientos operacionales y la realización de mediciones ambientales. Primera Edición (Mayo de 2011) Página 4

11 p) Grupos de componentes o Commodities : Consisten en agrupaciones de componentes o estructuras con características similares que hacen posible la realización de un análisis único de gestión del envejecimiento, válido para todos ellos. Los criterios de agrupación pueden fundamentarse en la existencia de diseños similares, materiales comunes, mismo tipo de componentes, la aplicación de prácticas similares de gestión del envejecimiento, o el hecho de estar sometidos a un mismo ambiente interno o externo. q) Informe de Seguridad (IS): Documento oficial de la instalación que presenta la información necesaria y suficiente para que el Organismo Regulador pueda llevar a cabo la revisión independiente de una central nuclear desde el punto de vista de la seguridad nuclear y la protección radiológica, así como un análisis y evaluación de riesgos derivados del funcionamiento de la instalación, tanto en régimen normal como en condiciones de accidente. Contiene también descripciones detalladas de las funciones de seguridad de todos los sistemas de seguridad y de las ESC relacionadas con la seguridad, de sus bases de diseño y de su funcionamiento en todos los estados operativos, incluyendo la parada y las condiciones de accidente. Asimismo identifica los reglamentos, códigos y normas aplicables a la central nuclear. También suele denominarse mediante las siglas en inglés FSAR o SAR, (Final) Safety Analysis Report. r) Mecanismo significativo de envejecimiento: Es aquél que, en consideración de su potencial desarrollo, hace necesario el requerimiento de una actividad de control o de mitigación para garantizar el cumplimiento de las funciones asignadas a las ESC afectadas, durante la vida útil (o de servicio). s) Obsolescencia: Es el proceso de convertirse algo en anticuado debido a la evolución de los conocimientos o de la tecnología o a los cambios en la reglamentación o normativa. Son ejemplos del efecto de la obsolescencia (o envejecimiento no físico): la ausencia de elementos de seguridad eficaces o de criterios de diseño de seguridad (tales como: diversidad, separación o redundancia), la no disponibilidad de repuestos, la incompatibilidad entre equipos nuevos y viejos o la existencia de documentación anticuada o que no satisface la normativa vigente. t) Operación a largo plazo: Operación continuada de la central nuclear manteniendo un nivel de seguridad aceptable, más allá de su vida de diseño, tras realizar una evaluación de seguridad que asegure que se mantienen los requisitos de seguridad aplicables a las ESC de la misma, implementando las mejoras necesarias. También se conoce por las expresiones extensión de vida o alargamiento de vida. La evaluación de seguridad que fundamente la operación a largo plazo de la central nuclear ha de incluir, junto con la revisión de la gestión del envejecimiento para el nuevo periodo, la revisión de los análisis de seguridad considerando una vida útil superior a la vida de diseño de la central nuclear, en la que se evalúe si las conclusiones de estos análisis son válidas teniendo en cuenta el mayor periodo de operación. u) Plan de Gestión de Vida (PGV): Programa de acciones que tiene como objetivo alcanzar la vida de diseño original, sin deterioro de la seguridad, y mantener abierta la posibilidad de renovar la licencia de operación de la central nuclear, para su operación a largo plazo. En los últimos tiempos esta denominación se aplica para reactores de tecnología Primera Edición (Mayo de 2011) Página 5

12 CANDU; anteriormente se utilizaba la denominación Plan de Manejo / Gestión del Envejecimiento (PME/PGE), cuya metodología era parecida. Un Plan de Gestión de Vida debe integrar y si es necesario, complementar, todas las actividades relacionadas con la evaluación y control de los mecanismos de envejecimiento que afecten a las ESC, pasivos y de larga vida, importantes para la seguridad. v) Plan de Gestión de Vida a Largo Plazo (PGV-LP): Conjunto de Programas de Gestión del Envejecimiento vigentes durante la operación a largo plazo, encaminados a la vigilancia, control y mitigación de los mecanismos de envejecimiento y degradación que afectan a las ESC comprendidas dentro del alcance del proceso de gestión del envejecimiento. Los efectos de envejecimiento, mecanismos de degradación, y programas de gestión asociados dentro del alcance de este Plan serán, tanto los identificados en el PIEGE, como otros que puedan surgir como consecuencia de la experiencia operativa propia o ajena, modificaciones de diseño, resultados de proyectos de investigación, etc., durante el período de operación a largo plazo. El PGV-LP debe contemplar un procedimiento formal de identificación e implantación de propuestas de mejora y análisis de modificaciones de diseño. w) Plan Integrado de Evaluación y Gestión del Envejecimiento (PIEGE): Conjunto de análisis de gestión del envejecimiento que cubren las tres etapas clásicas del alcance y selección de ESC, identificación de efectos de envejecimiento y mecanismos de degradación, y definición de programas de gestión del envejecimiento. Incluye también los análisis de envejecimiento en función del tiempo (AEFT) que sean necesarios para la revisión de los análisis realizados con hipótesis de vida de diseño definida. x) Programas de Gestión del Envejecimiento (PGE): Conjunto estructurado de actividades encaminadas a la vigilancia, control y mitigación de los efectos del envejecimiento que afectan a las ESC comprendidas en el alcance del proceso de gestión del envejecimiento. Los programas de gestión se basan en prácticas diversas de mantenimiento predictivo, preventivo y correctivo, programas de calificación ambiental, pruebas periódicas y vigilancias de las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF), programas de inspección en servicio, programas de erosión-corrosión, etc., así como cualquier otra actividad de tipo específico con el mismo fin que pudiera realizarse en la central nuclear. y) Propuesta de Mejora (PM): Son necesidades concretas de mejora asociadas a un determinado programa de gestión del envejecimiento, y que han sido evidenciadas al comparar el mismo con un programa estándar de referencia (por ejemplo, los del informe GALL - NUREG de la USNRC), o bien al realizar su evaluación de forma genérica mediante el análisis de sus atributos. En algunas ocasiones, las mejoras pueden estar relacionadas sólo con el alcance del programa ( mejoras de alcance ), las cuales suelen surgir al realizar los distintos estudios de gestión del envejecimiento o al ser necesaria la aplicación de un determinado programa de gestión del envejecimiento a un nuevo grupo de componentes o estructuras, lo que supone la ampliación del alcance del mismo. z) Proyecto de Extensión de Vida (PEV): La extensión de la vida de operación segura de una central nuclear más allá de su vida de diseño. Esto involucra el reemplazo o reacondicionamiento de los componentes principales o modificaciones sustanciales, o ambas. Primera Edición (Mayo de 2011) Página 6

13 aa) bb) Revisión Periódica de la Seguridad (RPS): Reevaluación sistemática de la seguridad de una central nuclear llevada a cabo a intervalos regulares (usualmente, cada 10 años), para determinar el impacto en la instalación de los efectos acumulativos del envejecimiento, las modificaciones, la experiencia operacional, los desarrollos técnicos y los aspectos del emplazamiento, y que tiene por objeto garantizar un alto nivel de seguridad a lo largo de la vida operacional de la instalación. Vida de diseño: Intervalo de tiempo durante el que se espera que una central nuclear o un componente se comporte conforme a la especificación técnica de acuerdo con la cual se construyó o fabricó. En la mayoría de las centrales nucleares de diseño occidental, parte de los análisis que dan soporte a la evaluación de seguridad de la planta se han realizado con la hipótesis de una vida de diseño de 30 o 40 años, por ejemplo, aquellos componentes que no pueden ser reemplazados, como la vasija del reactor y el edificio de contención, por lo que habitualmente se consideran 30 o 40 años como vida de diseño de la central nuclear. cc) Vida útil: Intervalo de tiempo que transcurre desde que una estructura, sistema o componente empieza a funcionar hasta que se retira definitivamente del servicio. También se denomina vida de servicio. La vida útil puede ser mayor que la vida de diseño, siempre que las condiciones reales de operación hayan sido menos severas que las supuestas en el diseño. Mediante la comparación entre las condiciones de diseño y las condiciones reales de operación puede determinarse el margen de vida remanente que le queda a una ESC. En la presente guía se utilizan, además, los acrónimos siguientes: A) AECL: Atomic Energy of Canada Limited B) AEFT: Análisis de Envejecimiento en Función del Tiempo C) APS: Análisis Probabilista de Seguridad D) ARN: Autoridad Regulatoria Nuclear, de Argentina E) BWR: Boiling Water Reactor F) CANDU: Canadian Deuterium Uranium Reactor G) CCHEN: Comisión Chilena de Energía Nuclear H) CFR: Code of Federal Regulations (de Estados Unidos de América) I) CNE: Central Nuclear Embalse (Argentina) J) CNEN: Comissão Nacional de Energia Nuclear, de Brasil K) CNSC: Canadian Nuclear Safety Commission (organismo regulador de Canadá) L) CNSN: Centro Nacional de Seguridad Nuclear, de Cuba M) CNSNS: Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, de México N) CSN: Consejo de Seguridad Nuclear, de España O) CSNI: Comité de Seguridad de las Instalaciones Nucleares (de la OECD/NEA) Primera Edición (Mayo de 2011) Página 7

14 P) DT: Documento Técnico (del proyecto PREEV) Q) EPRI: Electrical Power Research Institute (de Estados Unidos de América) R) ESC: Estructuras, sistemas y componentes S) ESCC: ESC críticas T) FORO: Foro Iberoamericano de Organismos Reguladores, Radiológicos y Nucleares U) GALL: Generic Ageing Lessons Learned (de la USNRC) V) GSI: Generic Safety Issue (tema genérico de seguridad, de la USNRC) W) I&C: Instrumentación y control X) IS: Informe de Seguridad Y) LO: Licencia de Operación Z) LRR: Licensing Renewal Rule (de la USNRC) AA) MD: Modificación de Diseño BB) NEI: Nuclear Energy Institute (de Estados Unidos de América) CC) NPP: Nuclear Power Plant DD) NRS: No Relacionado con la Seguridad Nuclear EE) NUREG: Nuclear Regulatory Document (de la USNRC) FF) OECD/NEA: Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económico/Agencia de Energía Nuclear GG) OIEA: Organismo Internacional de la Energía Atómica HH) OR: Organismo Regulador II) PEV: Proyecto de Extensión de Vida JJ) PGE: Programas de Gestión del Envejecimiento KK) PGV: Plan de Gestión de Vida LL) PGV-LP: Plan de Gestión de Vida a Largo Plazo MM) PHWR: Pressurized Heavy Water Reactor NN) PIEGE: Plan Integrado de Evaluación y Gestión del Envejecimiento OO) PLEX: Plant Life Extensión PP) PM: Propuesta de Mejora QQ) PMS: Programa de Mejora de la Seguridad RR) PREEV: Prácticas Reguladoras en Envejecimiento y Extensión de Vida SS) PWR: Pressurized Water Reactor TT) RD: Documento Regulador (de la CNSC) UU) RM: Regla de Mantenimiento VV) RPS: Revisión Periódica de Seguridad Primera Edición (Mayo de 2011) Página 8

15 WW) RS: Relacionado con la Seguridad Nuclear XX) SRP: Standard Review Plan (de la USNRC) YY) USNRC: United States Nuclear Regulatory Commission ZZ) WENRA: Asociación de Reguladores Nucleares de Europa Occidental 3. OBJETIVOS La presente guía tiene como objetivos proporcionar directrices para evaluar los aspectos de seguridad relativos a la gestión del envejecimiento de las centrales nucleares, de manera que se pueda comprobar que las mismas operan de forma segura hasta el final de su vida útil. Se abordan los temas relacionados con la evaluación de la gestión del envejecimiento, los proyectos de extensión de vida y la gestión del envejecimiento a largo plazo de forma genérica. En ocasiones se señalan singularidades que se tienen en cuenta en algunos de los países que han participado en su elaboración. Gran parte de las diferencias a la hora de encarar estos temas se debe a las diferencias tecnológicas y a las diferentes metodologías desarrolladas en los países diseñadores y fabricantes de las centrales nucleares. Las evaluaciones a realizar en las distintas fases de la vida de la central nuclear, junto con las inspecciones regulatorias que se describen en el DT3, tendrán como objetivos la verificación de los aspectos siguientes: a) Si la central nuclear puede alcanzar la vida de diseño original, sin deterioro de la seguridad, evitando la degradación imprevista de las estructuras, sistemas y componentes (ESC) de la central nuclear, encuadradas dentro del alcance del proceso de gestión del envejecimiento, que se define más adelante. b) Si se ha establecido un programa de vigilancia, control y mitigación del envejecimiento durante la vida de diseño original, que permita alcanzar la vida técnico-económica definida por el explotador para la central nuclear. c) Si la planificación y sistematicidad de la gestión del envejecimiento establecido para la operación a largo plazo permite garantizar, de forma razonable, la funcionalidad de las ESC encuadradas dentro del alcance del proceso de gestión del envejecimiento. d) Si durante el período de operación a largo plazo (extensión de vida), se realizan las actividades necesarias de gestión del envejecimiento que permiten garantizar, de modo razonable, la vigilancia, control y mitigación de los mecanismos de envejecimiento de las ESC encuadradas dentro del alcance del proceso de gestión del envejecimiento, evitando su degradación imprevista y por tanto un deterioro de la seguridad. Además, la presente guía define las evaluaciones que deberá llevar a cabo el organismo regulador (OR) para licenciar la operación a largo plazo de las centrales nucleares. Primera Edición (Mayo de 2011) Página 9

16 4. ALCANCE DE LA GUÍA Esta guía aborda: a) La evaluación de todas las etapas que comprenden el Plan de Gestión de Vida (PGV) durante la vida de diseño de las ESC encuadradas dentro del alcance del proceso de gestión del envejecimiento. b) Los elementos claves que deben ser considerados y que serán evaluados al establecer el alcance, planificación y ejecución de un Proyecto de Extensión de Vida, PEV (típico de las centrales nucleares CANDU) o durante el proceso de renovación de la licencia de operación en caso de superarse la vida de diseño de la central nuclear, programa conocido como Plan Integrado de Evaluación y Gestión del Envejecimiento (PIEGE), en el caso de las centrales nucleares de diseño estadounidense. c) La evaluación de los Planes de Gestión de Envejecimiento a Largo Plazo (PGE LP) que integran los diversos Programas de Gestión del Envejecimiento (PGE) vigentes durante el período de operación a largo plazo. Dichas evaluaciones comprenden los puntos siguientes: A) El alcance, los requisitos, las metodologías y los resultados de las evaluaciones de envejecimiento. B) La aceptabilidad del alcance de las tareas de reacondicionamiento y las mejoras a la seguridad propuestas por el explotador. C) Verificar que las tareas a ser ejecutadas para implementar las mejoras han sido apropiadamente planeadas considerando los aspectos relacionados con la seguridad radiológica y nuclear. D) Verificar una apropiada ejecución de los trabajos relacionados con las mejoras. E) Verificar que se ha actualizado la documentación obligatoria considerando el período extendido de operación. En la guía aplicable a las Revisiones Periódicas de la Seguridad, RPS (DT4), también se proporcionan directrices en relación con estos aspectos. Si el diseño de la central nuclear requiriera de una parada de reacondicionamiento extendida, se tendrán en cuenta dos aspectos fundamentales vinculados con el recambio de componentes que afectan a la seguridad debido a su envejecimiento. El primero, relacionado con que algunas ESC pudieran estar contaminadas (canales combustibles, alimentadores, generadores de vapor, etc). El segundo, el rearranque, especialmente si se han introducido componentes nuevos en el reactor, lo que implica que se realizará con el núcleo fresco. Por lo tanto, a los puntos anteriores se agregarán: a) Verificar que se realiza una gestión adecuada de los desechos radiactivos generados en las tareas de reacondicionamiento de la central. Primera Edición (Mayo de 2011) Página 10

17 b) Verificar que se aplica un sistema apropiado de Protección Radiológica durante la parada de reacondicionamiento. c) Verificar que se cumplen las condiciones técnicas para iniciar el proceso de re-arranque de la central. d) Verificar que durante el proceso de puesta en marcha se verifican las condiciones necesarias para el re-arranque seguro de la central. Esta guía sólo contempla aquellos aspectos relacionados con la seguridad radiológica y nuclear. Si bien las evaluaciones relacionadas con la seguridad física y salvaguardias exceden el alcance de esta guía, éstas deberán ser establecidas en el marco del licenciamiento de la Operación a Largo Plazo. Lo mismo es aplicable para las evaluaciones relacionadas con la Seguridad e Higiene de la central nuclear, para el caso de los países en los que el control de esos aspectos sea responsabilidad del OR. 5. EVALUACIÓN DE LA GESTIÓN DE ENVEJECIMIENTO 5.1. Descripción General Las centrales nucleares, al igual que otras instalaciones convencionales, están sujetas al envejecimiento. La gestión del envejecimiento de una central nuclear tiene como objeto alcanzar la vida de diseño garantizando la operación segura y económicamente factible de la central nuclear y crear las bases para una posible operación a largo plazo. El envejecimiento es controlable si: a) Los síntomas pueden reconocerse b) El mecanismo de envejecimiento es conocido y puede ser vigilado. c) Se toman las medidas adecuadas y a tiempo para su mitigación. Un PGV permite una optimización costo - beneficio para las inversiones de capital, cambio y modernización de equipos (manejo de obsolescencia), sistemas y las tareas generales de operación y mantenimiento. Por otra parte, permite conocer lo siguiente: A) Duración de las ESC de la central nuclear B) Costo de su mantención C) Costo de su reemplazo D) Manejo de los cambios. Primera Edición (Mayo de 2011) Página 11

18 Un PGV provee un análisis sistemático para la detección temprana de los efectos del envejecimiento de los ESC críticos (ESCC). Las tareas que se realizan son las precursoras de las actividades de modernización y reacondicionamiento para una posible operación a largo plazo. Además, la gestión de envejecimiento permite controlar, mejorar y actualizar los programas de operación, mantenimiento (preventivo, predictivo y correctivo), modificaciones, seguimiento de la química, inspecciones en servicio, etc., para que éstos sean más efectivos. En la práctica internacional existen varias metodologías para el desarrollo de los PGV. Algunos países miembros del FORO han aceptado, entre otras, la metodología de análisis desarrollada fundamentalmente por el OR estadounidense (USNRC) en la Regla de Renovación de Licencias, 10CFR54 Requirements for Renewal of Operating Licenses for NPP [19], o las desarrolladas por el OR canadiense, (CNSC) conocidas como Ageing and Ageing Management in CANDU Nuclear Power Plants [17] o la RD 360 Life Extension of NPP [16]. De cualquier manera, e independientemente de cuál sea la metodología adoptada, debe existir un grupo de documentos básicos que serán objeto de evaluación por parte de los OR, donde los explotadores reflejarán los objetivos y principios básicos de la gestión del envejecimiento, así como la metodología y resultados de los análisis realizados en las distintas fases del proceso. A estos documentos, objeto de evaluación, se les adicionarán otros que el explotador aportará durante las diversas inspecciones que sobre gestión del envejecimiento deberá realizar los OR durante las distintas fases de la vida útil de las centrales nucleares (acorde con la guía DT3) Aspectos Básicos de un Plan de Gestión de Vida (PGV) Un PGV deberá incluir la estrategia básica de gestión del envejecimiento de las ESC por el explotador durante el período de vida de diseño de la central nuclear y deberá permitir como mínimo la detección, medición y control del envejecimiento natural y la obsolescencia de las ESC, así como el ocasionado por la explotación bajo condiciones adversas o severas. Debe observarse que el número de etapas, o fases, de un PGV depende de la metodología utilizada por la organización del explotador. Cabe mencionar también que en la mayoría de los países miembros de la OIEA se considera el PGV como un documento de carácter mandatorio. En este caso, el OR deberá establecer un determinado periodo para la ejecución de las actualizaciones del referido plan. Estos periodos varían normalmente entre uno y cinco años. El PGV se complementará con un informe periódico en el que el explotador expondrá las principales actividades relativas a gestión del envejecimiento, realizadas durante el período anterior, siguiendo los criterios y metodología planteada en el PGV. Sobre estos aspectos se proporcionan directrices en el DT1. A continuación, se aborda el contenido básico para el desarrollo de un PGV. El primer paso de un PGV es elaborar la política, planes y procedimientos que delinearán las reglas básicas para llevar a cabo su implementación en la central nuclear, por lo que resulta necesario contar con los siguientes documentos: Política a) Define los elementos principales del plan Primera Edición (Mayo de 2011) Página 12

19 b) Define los roles y responsabilidades: puede incluir el personal específico para el PGV, así como también la estructura de la organización necesaria Plan a) Detalles del plan general y estrategias: metas específicas y cronograma. b) Identificación de entrenamientos, herramientas y fuentes de información necesarias Procedimientos Procedimientos para los análisis de aspectos tales como: a) Proceso de implementación del plan b) Proceso de priorización de ESC c) Procedimiento de implementación de la gestión del envejecimiento y medición de los resultados d) Metodologías de evaluación de ESC (evaluación de estado, evaluación de vida, evaluación sistemática de mantenimiento, etc.) e) Proceso para el seguimiento de los análisis f) Aseguramiento de la calidad g) Verificación del plan h) Procesos de realimentación y mejoras. El desarrollo de este plan incluye como tarea básica el análisis de ESCC, mediante la implementación de metodologías de evaluación. Estas tareas son soportadas por los programas de planta en curso y demandan un análisis para garantizar que todos los efectos de envejecimiento sean considerados. Dichos análisis deben ser sistemáticos, rigurosos y adaptarse a la complejidad de las ESC. Los PGV se apoyan en una serie de documentos más específicos, que contienen el detalle de los análisis ligados a las distintas fases de la gestión del envejecimiento. Es común que el PGV haga referencia a análisis específicos relativos a: A) Alcance y selección de componentes (componentes mecánicos, eléctricos, instrumentación y control y estructuras), B) Análisis de fenómenos de envejecimiento y mecanismos de degradación, C) Programas de gestión del envejecimiento (PGE) específicos. Primera Edición (Mayo de 2011) Página 13

20 5.3. Aspectos Objeto de Evaluación Dependiendo de la fase en la que se encuentre la central nuclear, se habrán de evaluar una serie de aspectos relacionados con el PGV, que en algunos casos son coincidentes para las distintas fases, mientras que otros aspectos son característicos de una determinada fase en concreto, como es el caso de los PGE. A continuación se proporcionan directrices sobre los diferentes aspectos a evaluar durante la vida de diseño Aspectos Organizativos y de Gestión Principales aspectos a evaluar: a) Organización del explotador relacionada con la gestión del envejecimiento. La evaluación deberá contemplar, en relación con la organización, grupo o comité creado en la central nuclear para la gestión de los aspectos relacionados con la gestión del envejecimiento: i) Composición El grupo o comité deberá estar integrado, preferiblemente, por expertos propios, en las diferentes disciplinas o actividades implicadas en los PGE. De forma orientativa se detallan algunas de dichas disciplinas o actividades que pudieran estar involucradas: (1) Mantenimiento (mecánico, eléctrico, I&C, etc.). (2) Regla de Mantenimiento (RM). (3) Modificaciones de Diseño (MD). (4) Programas de Inspecciones en Servicio. (5) Calificación ambiental. (6) Pruebas Periódicas. (7) Experiencia Operativa. (8) Investigación y Desarrollo. (9) Operación. ii) iii) iv) Funciones y actividades a desarrollar por estos grupos Relaciones jerárquicas Frecuencia de reuniones, temas tratados y decisiones adoptadas. v) Asegurar que en la organización existen personas responsables de los aspectos prácticos relacionados con los PGE. vi) vii) Asegurar que los recursos asignados son adecuados y suficientes. Asegurar que las responsabilidades a todos los niveles están claramente definidas. Primera Edición (Mayo de 2011) Página 14

21 viii) Asegurar que el personal implicado en las actividades de gestión del envejecimiento, dispone de los conocimientos necesarios en los aspectos específicos de esta materia. En el PGV, así como en los informes periódicos asociados, se aportará información sobre todas las cuestiones anteriormente mencionadas. Ésta se complementará con la obtenida en las inspecciones realizadas por el OR a la central nuclear, relacionadas con la gestión del envejecimiento. b) Adquisición y registro de información relacionada con la gestión del envejecimiento. Acorde con la guía de seguridad NS-G-2.10 del OIEA, punto 4 [2] y el DT4, el explotador deberá contar con un sistema de adquisición y registro sistemático de datos que den soporte a los PGE. El evaluador realizará comprobaciones encaminadas a valorar dicho sistema (datos, análisis, etc.), verificando sus principales características y efectividad. Lo más apropiado es que este sistema se establezca al comienzo de la vida de diseño de la central nuclear, permitiendo contar con un historial de datos más completo. Esta información es fundamental para la toma de decisiones que eviten la pérdida de funcionalidad de equipos. Los datos a registrar deberán estar relacionados con las distintas etapas del proceso de gestión. Especialmente significativos son los datos obtenidos como consecuencia de pruebas, inspecciones y controles relacionados con la aplicación práctica de los PGE. Esta información permitirá hacer un diagnóstico de los componentes y estructuras, así como establecer en consecuencia una estrategia de gestión que preserve su funcionalidad. Se deberá evaluar además, la calidad documental, tanto de los aspectos metodológicos, como de los resultados de los análisis, los cuales deberán estar adecuadamente documentados y sujetos a los controles del sistema de calidad existente en la central nuclear. c) Seguimiento de los compromisos con el OR. Se habrá de evaluar el grado de avance o la resolución efectiva de los compromisos adoptados por el explotador como resultado de evaluaciones o inspecciones anteriores. Para tal fin, y además de la información aportada en los informes periódicos, será fundamental la recabada durante las evaluaciones e inspecciones, donde este punto formará parte de la agenda de inspección Informes Periódicos Los informes periódicos del PGV tienen como objetivo reportar al OR sobre las principales actividades relacionadas con la gestión del envejecimiento, realizadas por el explotador durante el período anterior. Dichos informes son documentos básicos que permiten conocer el avance y evolución de las actividades de gestión del envejecimiento realizadas por el explotador. Además, deben permitir conocer el estado actual de componentes y sistemas, lo que posibilitará la identificación de los mecanismos de degradación relacionados con el envejecimiento. Primera Edición (Mayo de 2011) Página 15

22 En DT1 se proporcionan directrices generales relativas a estos informes. A continuación, se señalan los puntos básicos que suelen ser tratados, de forma general, en estos informes, y cuyo adecuado desarrollo debe ser objeto de evaluación: a) Actualizaciones de aspectos organizativos. b) Resumen de reuniones y actividades realizadas en el seno del comité de gestión específico existente en la central nuclear para el desarrollo de las actividades y los PGE. c) Actividades básicas de gestión de envejecimiento realizadas por el explotador durante el período (realización de nuevos análisis, o revisión y actualización de los existentes), incluyendo el listado actualizado de documentos y análisis previstos, con su revisión y estado. d) Seguimiento de compromisos con el OR, resultados de las evaluaciones e inspecciones realizadas a la gestión del envejecimiento. e) Resultados ligados a la aplicación de los PGE (actividades realizadas, estado de componentes y estructuras, nuevas propuestas de mejora, etc.) f) Seguimiento de las propuestas de mejora (PM). g) Resultados ligados a la participación de los representantes del explotador en grupos de investigación o de trabajo, relacionados con la gestión del envejecimiento de ESC Alcance y Selección de ESC Dentro del gran conjunto de ESC de una central nuclear, gran parte pueden ser reemplazados durante una operación de rutina, pero existen otros cuyo reemplazo prematuro implicaría un costo elevado de dosis al personal o económico. Esto podría cuestionar la factibilidad de la continuidad de explotación de la central nuclear. Para evitar situaciones de este tipo es importante que el explotador, previo al desarrollo de un PGV, realice un estudio de identificación y selección de las ESCC, estableciendo un esquema de priorización para ser abordados por una metodología de análisis durante el desarrollo del PGV. En la práctica internacional, se reconocen diferentes metodologías para la selección de las ESC. La evaluación se basa en que el explotador seleccionará la metodología que considere más adecuada para la realización de los análisis relativos al alcance y selección de las ESC y transmitirá al OR los fundamentos de la metodología seleccionada; el OR aprobará dicha metodología, imponiendo modificaciones, límites o condiciones, a la misma, si lo estima necesario. En DT1 se proporcionan directrices para establecer criterios en cuanto a alcance de ESC en un PGV, desde el punto de vista de la seguridad nuclear. Siguiendo las directrices y criterios de dicha metodología, el explotador desarrollará los análisis necesarios de alcance y selección, con el objetivo final de definir, de forma concreta, aquellas ESC que entran dentro del alcance. Primera Edición (Mayo de 2011) Página 16

23 La información resultante, estará organizada por sistemas, o componentes tipo (agrupaciones tipo commodity ). Es de esperar que cada componente o estructura dentro del alcance del PGV se encuentre identificado con un nombre o código específico. Esto facilitará la revisión de elementos presentes y ausentes en el listado final. El explotador enviará un listado de las ESC dentro del alcance, que deberá contar con la aceptación del OR, previo a ser incluido en el PGV. Éste se reservará el derecho de requerir o recomendar la inclusión de otras ESC que no hayan sido contemplados por el explotador. En base a lo anterior, los aspectos fundamentales a evaluar serán: a) La metodología definida por el explotador para la determinación del alcance y selección de ESC que habrán de ser sometidas al proceso de gestión del envejecimiento. b) El resultado de la aplicación de dicha metodología a las distintas ESC de la central nuclear. La evaluación de los aspectos anteriores requerirá, por parte de los evaluadores, la utilización de documentación técnica diversa, principalmente las que forman parte de las condiciones de licencia de la central nuclear. A continuación, se nombran algunas: A) Informe de seguridad (IS), bases de proyecto, especificaciones técnicas, procedimientos de operación normal, anormal y de emergencia e incluso las guías o procedimientos de gestión de accidentes severos; B) Informes de calificación de los equipos con clase sísmica; C) Informes relacionados con los sucesos externos naturales, tales como inundaciones, tormentas, huracanes, tornados, terremotos, tsunamis, etc., así como sucesos internos tales como riesgos de incendios, inundaciones internas; D) Análisis probabilístico de seguridad (APS) para identificar ESC importantes desde el punto de vista del riesgo; E) Estudio o análisis de calificación ambiental de los equipos eléctricos y de I&C; F) Informes técnicos, presentados al OR, que tratan de fenómenos tales como transitorios de choque térmico a presión, transitorios sin parada automática del reactor y la pérdida total de energía eléctrica; G) Documentación asociada a la aplicación de la RM a equipos, cuando sea aplicable; H) Diagramas y planos de los sistemas importantes para la seguridad; I) Análisis de aplicación de nueva normativa Primera Edición (Mayo de 2011) Página 17

24 Evaluación de Aspectos Metodológicos para la Determinación del Alcance y Selección de ESC Alcance Los criterios utilizados para la selección de ESC son muy parecidos entre las metodologías que se usan a nivel internacional. Los criterios aplicables deberán ser acordes con los criterios del DT1: a) Incluir aquellos elementos que deben seguir funcionando, durante y después de cualquier accidente base de diseño que pudiera producirse, para garantizar las siguientes funciones: i) la integridad de la barrera de presión del refrigerante del reactor, ii) iii) la capacidad de parar el reactor y mantenerlo en una condición de parada segura; o la capacidad de prevenir o mitigar las consecuencias de los accidentes, de modo que las exposiciones radiactivas fuera del emplazamiento se mantengan por debajo de los límites establecidos. b) Incluir aquellos elementos cuyo fallo podría impedir el cumplimiento satisfactorio de cualquiera de las funciones identificadas en el punto anterior. c) Incluir aquellos elementos con los que se cuenta en los análisis de seguridad de la central nuclear y que están relacionados con los requisitos de protección contra-incendios, calificación medioambiental, choque térmico a presión, transitorios sin parada automática del reactor y pérdida total de alimentación eléctrica. Los aspectos principales que habrán de ser evaluados, relacionados con la metodología de determinación de alcance, son: A) Metodología general empleada para la definición del alcance de componentes mecánicos, eléctricos, I&C, y estructuras. En este punto se persigue evaluar el proceso general de alcance y selección, esto es, las distintas fases o etapas seguidas por el explotador en la definición de las ESC que habrán de ser sometidas al proceso de análisis de la gestión del envejecimiento. Se prestará especial atención a la lógica secuencial seguida en el análisis, documentos desarrollados en el proceso, herramientas informáticas utilizadas, etc. Es de destacar que la metodología, aunque común en sus líneas generales, puede conllevar ciertas diferencias según se trate de componentes mecánicos, eléctricos, I&C o estructuras. Estas diferencias metodológicas habrán de ser comprobadas por el evaluador, con el propósito de verificar su efectividad en la definición del alcance. El evaluador deberá incidir en las fuentes de información utilizadas por el explotador para la identificación de los componentes y estructuras de la planta, así como de las funciones propias desempeñadas por cada uno de ellos (bases de datos, planos, catálogos de fabricantes, documentos de las condiciones de licencia, etc.). Este aspecto será ilustrativo del grado de exhaustividad seguido en el proceso. Primera Edición (Mayo de 2011) Página 18